(Използване на термините "Поколение (Generation) I", "Поколение II", "Поколение III", "Поколение III+" и "Поколение IV")

Какво поколение ядрена централа е АЕЦ "Белене"?

Тези термини са въведени около 2000 г. в една американска програма, наречена “Generation IV Nuclear Energy Systems”, и свързания с нея Международен форум "Поколение IV" ("GIF"). Техният фокус е "Поколение IV", който се свързва с проект за бъдещ реактор, предвиден за промишлена експлоатация около 2030 г. Новият термин "Поколение IV" наложи след това да бъдат дефинирани термините "Поколение I" ... до "Поколение III+".

Усилията да се създадат логични дефиниции реферират понякога към датата, когато даден проект е готов за въвеждане в експлоатация, друг път – към характеристиките на проекта или към неговите функции, а понякога – към това: дали проектът отговаря на изискванията на производителите на електроенергия (Utility Requirements). Известни са два типа изисквания на производителите, обозначавани като американски и европейски. Американските (Utility Requirements Document) изисквания са разработени в Калифорния от "Electric Power Research Institute" като изисквания за характеристиките и функциите на проекта, които купувачите трябва да предявяват към доставчиците. Този тип изисквания са публикувани за първи път през 1990 г. и след това периодично са актуализирани.

Европейските изисквания (European Utility Requirements) са разработени през 1994 г. от групата на най-големите европейски производители на електроенергия (Utility). Те представляват едно сходно с американските изисквания описание на изискванията на западноевропейските производители към доставчиците на такова оборудване.

Логични и обосновани дефиниции на различните поколения реактори са най-общо невъзможни, доколкото различните проекти се развиват непрекъснато, имайки различни комбинации от характеристики и функции. Нещо повече, съществуват разногласия за това: кой проект към кое поколение принадлежи. Доставчиците и съответните държави са заинтересовани да твърдят, че техните проекти принадлежат към възможно най-новото поколение, и да обясняват, че конкурентните проекти са от по-старо поколение.

Най-общо, проектите от "Поколение I" са ранните прототипи на промишлените ядрени реактори, а "Поколение II" са реакторите, които се експлоатират по света в момента. "Поколение III" се считат като подобрени варианти на "Поколение II" – с отчитане на поуките от тяхната експлоатация. Тези подобрения са главно по отношение на безопасността и икономичността. ("Поколение IV" се свързват допълнително и с подобрения по отношение на нерегламентираното разпространение на ядрения материал, физическата защита и затворените горивни цикли.) "Поколение III+" се считат за по-нататъшно подобрение на "Поколение III", но дефиниция на това: какво означава “по-нататъшно подобрение”, не се посочва.

По-долу е представен един списък от характеристики и функции, реферирани в различни обяснения за разликите между различните поколения. Много от тях са качествени и предполагат субективна преценка, като “повишен”, “стандартизиран”, “опростен”, “по-висок” и прочее. Други от тези характеристики и функции са специфични, като например: дали проектът включва уловител на стопилката (core catcher), а често са и противоречиви:

● повишена надеждност на системите за безопасност (резервиране, разделение и многообразие),

● пасивни системи за безопасност,

● използване на вероятностен анализ на безопасността още в процеса на проектиране,

● удължен живот на експлоатация (60 години),

● вероятност за повреждане на активната зона по-малка от 1.10^-5 (веднъж на сто хиляди години),

● стандартизиран проект,

● опростен, по-устойчив проект,

● модулна конструкция,

● висока разполагаемост ("разполагаемост" – термин, с който се обозначава степента на оперативна възможност за бърза реакция по включването на даден енергоблок в режим на енергопроизводство при случаи на рязко повишено електропотребление – бел. моя, Илия Кожухаров),

● възможност за смекчаване на последиците от тежки аварии:

– време преди настъпване на последици от тежката авария по-голямо от 8 часа,

– уловител на стопилката,

● повишена устойчивост на външни въздействия (удар от самолет),

● ефективно използване на горивото.

Проект А-92 на АЕЦ Белене

Реакторите от типа ВВЕР-1000/В-466 притежават повишено ниво на безопасност, както и подобрени технически и икономически показатели. Главните предимства, в сравнение със съществуващите АЕЦ с реактори ВВЕР-1000 от предишните поколения, са следните:

● Осигурено е бързо и надеждно прекратяване на верижната реакция на делене в активната зона на ректора чрез две отделни напълно независими системи за контрол на реактивността на реактора.

● Дублирани са всички функции по безопасност, което се постига чрез използване както на активни системи за безопасност, така и на пасивни такива (включително, пасивна система за отвеждането на остатъчна топлина – СПОТ, и пасивна система за филтриране на пространството между двете защитни обвивки).

● Пасивните системи за безопасност са проектирани така, че да могат да приведат и поддържат блока в безопасно състояние за време най-малко 24 часа.

● Предвидена е четирикратна резервираност на активните системи за безопасност.

● Използва се специална защитна конструкция, която да предпазва от възможни аварии. Тази конструкция се състои от първична защитна обвивка (containment), изградена от предварително напрегнат стоманобетон и покрита с херметична метална обвивка, и вторична защитна обвивка от стоманобетон. Съвместно тези обвивки могат да издържат въздействието на широк спектър от вътрешни и външни събития (включително, удар на голям пътнически самолет).

● Предвидено е специално устройство ("core catcher”), което е предназначено за улавянето и задържането на разтопената активна зона на реактора при тежки аварии, водещи до разтапяне на ядреното гориво и пробив в корпуса на реактора. Това устройство гарантира запазване на целостта на защитната обвивка и предотвратяване на изхвърлянето на силно радиоактивни вещества в атмосферата.

● Сумарната стойност на честотата на повреждане на активната зона от вътрешни и външни въздействия: 5,1.10^-7. Тази стойност е показател за много високо ниво на безопасност на проекта.

● 60 години срок на експлоатация на основното оборудване.

● Очакваното общо количество кондиционирани РАО, които изискват последващо съхраняване, е по-малко от 50 м³ за година за един блок.

Всичко това води до постигане на едно качествено ново ниво на безопасност, което може да се определи като еволюционен проект с реактор от трето поколение.

Бележки

1. Проект А-92 е сертифициран и за съответствие с изискванията на EUR.

2. В документа COM(2008)776 final от 13. 11. 2008 г. на Комисията на Европейските общности, озаглавен "Съобщение на Комисията до Европейския парламент, Съвета и Икономическия и Социален Комитет: 'Актуализиране на примерната ядрена програма в контекста на втория стратегически енергиен преглед'", се излагат основните аспекти на безопасността на електроснабдяването, необходимите инвестиции и условията за инвестиране, като се дават препоръки за трайното безопасно използване на ядрената енергия в ЕС. В този документ се съдържа следната препоръка:

“В ЕС за строителство на нови АЕЦ следва да бъдат разглеждани само проекти с нива на безопасност и сигурност, съответстващи на III-то поколение, или с допълнително подобрени такива нива.”

В т. 3.2.3. на същия документ са посочени следните примери за реактори от поколение III, които са в процес на изграждане или лицензиране: новостроящите се ядрени блокове с 1600 MW-ви реактори от типа "Европейски водо-воден реактор” ("European Pressurized Water Reactor" – EPR), които се изграждат в АЕЦ "Олкилуото” – Финландия и във Фламанвил – Франция, както и двата блока на АЕЦ "Белене" в България по проекта А-92 ("водо-воден" – термин, с който се обозначава съдържанието на двата топлопреносни контура в ядрения реактор; в коментирания случай, и в единия и в другия контур: вода под високо налягане от порядъка на 165 и, съответно, 65 атмосфери – бел. моя, Илия Кожухаров).

3. В друг експертен документ се казва:

“В проекта на АЕЦ Белене са осигурени важни технически решения за справяне с целия спектър от аварии, предвиден за проектите от ‘Поколение III+’.”

Документът е: "IAEA Report for the EXPERT MISSION to Review the additional safety assessment report 'stress test' of the Belene NPP in line with the new IAEA Requirements", Bulgaria, 12–16 December 2011.

Стойност на лицензирането на площадка "Белене"

Стойността на лицензирането на една площадка за строителство на атомна централа се формира от:

І. ТАРИФА за таксите, събирани от Агенцията за ядрено регулиране (АЯР) по Закона за безопасно използване на ядрената енергия (ЗБИЯЕ),

находяща се в Приложение № 2 към чл. 2 на ПМС № 206 от 17.09.2003 г., обнародвано в Държавен вестник, бр. 85 от 26.09.2003 г., и в частност – в чл.чл. 9-10:

Забележка. В чл. 9, ал. 1, т. 1 се има предвид, че такса за разглеждане се събира за всеки един вид разрешение поотделно. Освен това, при избор на площадка (чл. 10, ал. 1, т. 1 и ал. 2, т. 1) се събира една такса за разглеждане и една такса за издаване на разрешение, независимо от броя на блоковете, а при следващите разрешения се събират отделни такси за разглеждане и издаване за всеки отделен енергиен блок, който се предвижда да се разположи на площадката.

Общо за лицензиране, включително до етап одобряване на проекта: 3 020 000 лв.

Към тази сума следва да се добавят разходите на Агенцията за експертизи, свързани с одобряване на техническия проект. На базата на натрупания опит от извършване на подобна дейност може да се каже, че тези експертизи струват около 5 000 000 лв. Въпросната сума не следва да се включва към специфичните разходи за лицензиране на площадка за АЕЦ.

Заповедта за лицензиране на площадка Белене няма давност. Евентуално при дълго отлагане на началото на строителството на предвидената по техническия проект централа върху въпросната площадка или изменение на техническия проект, АЯР е в правото си да поиска допълнителни документи от оператора на съоръжението, след което да потвърди или отхвърли вече издадената заповед за лицензиране на площадка Белене.

Следва да отбележим и факта, че административните разходи, свързани с издаване на разрешения за начало на строителството на бъдещата централа, не се лимитират с по-горе изписаните. Подобни такси следва да се заплащат от оператора и на Министерството на регионалното развитие, а съществуват и разходи, свързани с изготвяне на ПУП (Подробен устройствен план) и др., за които в момента няма да говорим, тъй като те са значително по-ниски от вече обозначените.

ІІ. Стойността на изготвянето на задължителните предварителни документи, необходими за процеса на лицензиране на една площадка за АЕЦ от оператора на бъдещата централа:

За VІІ блок на АЕЦ "Козлодуй" до момента:

● предпроектни проучвания на бъдещата площадка във варианти: 2 000 000 лв.,

● доклад за оценка на въздействието върху околната среда: 2 500 000 лв.,

● геоложко проучване на бъдещата площадка: 4 000 000 лв.,

● изготвяне на предварителен ТОП за площадката – в бъдеще.

Позволяваме си да цитираме тези данни, тъй като те са публична информация.

(Използването на съкращения е често срещано явление при изготвянето на документи, предназначени за тясно професионална употреба. Едва ли обаче доклад като настоящия би трябвало да се мисли, изпълнява и публикува по подобен начин. Така, съкращението "ТОП” ("за площадката”) остава нещо напълно неясно за редовия читател. Впрочем, при опит за справка в Google се оказва, че фразата "ТОП за площадката” се среща на едно-единствено място – и то е именно в интернет-версията на коментирания доклад. Разбира се, може да се предполага, че зад буквата "П” се крие някакъв "план” или "проект", изискуем за целия ред от предварителни процедури, свързани със строителството на една ядрена електроцентрала. Бел. моя – Илия Кожухаров.)

За проекта Козлодуй – блок № 7, тези разходи до момента възлизат на около 8 500 000 лв. (без изготвянето на предварителния ТОП).

За проекта Белене тези разходи възлизаха на около 13 000 000 лв. (7 000 000 USD + 2 000 000 лв.).

Позволяваме си да цитираме тези данни, тъй като те са публична информация.

Виждаме, че порядъкът на коментираните разходи е приблизително еднакъв. Разликата може да бъде обяснена с факта, че стойността на въпросните проучвания варира в зависимост от обема им, определян от оператора в момента, в който се инициализира и извършва тази дейност. (Белене всъщност беше гола площадка, докато Козлодуй е една работеща площадка с много известни данни.)

ІІІ. Крайна стойност на лицензирането на площадка за АЕЦ

На базата на по-горе направените извадки може да се направи изводът, че лицензирането на една площадка за атомна централа, в зависимост от броя на бъдещите блокове в момента, струва около 12 500 000–16 500 000 лева. Като коментар към тези числа бихме желали да добавим следното:

● Визираната сума е пренебрежимо малка в сравнение със стойността на една бъдеща централа, но процесът на лицензиране на площадка за АЕЦ има особено важно значение. Това е една от първите стъпки в строителството на АЕЦ и тя става все по-важна от гледна точка на това, че този процес става все по-публичен, а в този смисъл – и все по-открит, нещо което несъмнено ще води до определени трудности и допълнителни разходи в бъдеще. (Тук се визират изискванията и правата, които дава Орхуската конвенция на обикновените граждани, на неправителствените организации и на страните от ЕО).

● Няма страна в света, която да е лицензирала площадка за АЕЦ и да си е позволила да я изгуби като такава или да я използва за нещо друго (например, каквото и да е строителство на друг тип генерираща мощност).

Предлага ли проектът АЕЦ "Белене" енергийна независимост?

Ядрената енергетика гарантира висока степен на независимост поради много по-високата "сигурност на доставките" на ядрено гориво в сравнение с другите видове горива. Реакторите от типа ВВЕР-1000 се зареждат приблизително веднъж годишно с 42 или 48 касети свежо ядрено гориво. Параметрите на една касета са:

● дължина: около 4 м.,

● тегло: 710 кг., от които 491 кг. уран,

● тегло на транспортния контейнер заедно с две касети в него: 3500 кг.

При така посочения разход на гориво и параметри на горивото се получава следната рекапитулация: за да работят двата блока на АЕЦ “Козлодуй” в продължение на една година, доставката на необходимото гориво възлиза на максимум 96 касети годишно или 48 контейнера. При посоченото тегло на контейнерите, това гориво се събира в около 8 (осем) обикновени 20-тонни товарни автомобила. Това е огромна разлика в сравнение с необходимото гориво за една ТЕЦ, която на практика няма никаква автономност и зависи от непрекъснатият поток на въглища, мазут, нафта или газ.

Малкото количество гориво, необходимо за АЕЦ, позволява и лесното създаване и поддържане на резерв от гориво на склад. В момента АЕЦ “Козлодуй” поддържа резерв, достатъчен за по едно зареждане на всеки от двата блока. На практика, това означава, че АЕЦ “Козлодуй” може да работи около две години без каквито и да било доставки на ядрено гориво. Това е много по-висока степен на автономност в сравнение с която и да е ТЕЦ. Достатъчно е например да се сравни тази автономност с изискванията на ЕС за поддържане на 90-дневни запаси от горива, за да се види много по-високата степен на независимост, която гарантира една АЕЦ.

Друг аспект е значително по-малкият дял на “горивната компонента” в себестойността на произведената енергия. Поради високите разходи за инвестиция и строителство, както и поради по-високите разходи за експлоатация, промените в цената на горивото при АЕЦ влияят много по-малко върху крайната цена, отколкото промените в цената на изкопаемите горива при ТЕЦ. Освен това, цената на урана на международните пазари се променя много по-плавно. Тези два фактора гарантират стабилност и предвидимост на цената на електрическата енергия от АЕЦ в дългосрочен план.

Високата степен на автономност от доставките на гориво позволява смяна на доставчика на гориво в случай на необходимост, защото осигурява необходимото време за лицензиране на промяната.

По принцип няма технически проблеми за смяна на руското гориво, предвидено за използване в АЕЦ "Белене", с такова на "Уестингхаус" ("Westinghouse"). Теоретически и практически смяната е възможна, но това ще коства допълнителни усилия, ресурси и време – както за лицензиране, така и за реализиране. Главният проблем при горивото на "Уестингхаус" е, че фирмата няма достатъчно опит в производството на такъв тип гориво. В този смисъл, за момента е най-добре американските реактори да работят с американско гориво, а руските – с руско. За България, като страна, която не разполага с "N” на брой ядрени блокове (като Русия, Украйна, Китай, Франция и др.), е недопустимо да бъде обект на експерименти в това отношение. Да, може да дойде време, когато блоковете в Козлодуй ще работят с гориво на фирма "Уестингхаус", но това трябва да стане, след като тази технология е доказала своята работоспособност в други подобни блокове.

Управление на отработилото ядрено гориво (ОЯГ)

Техническият проект на АЕЦ “Белене” предвижда първоначално съхранение на ОЯГ в приреакторните басейни за отлежаване на касетите (БОК). Обемът на всеки БОК позволява съхранението на ОЯГ от 10-годишна експлоатация на реактора.

Приетата от МС през 2011 г. "Стратегия за управление на ОЯГ и РАО до 2030 г." предвижда ОЯГ от АЕЦ “Козлодуй” и АЕЦ “Белене” да се транспортира за преработка в Русия с последващо връщане на ВАО в България (авторът не е пояснил, но по всяка вероятност под употребеното съкращение е имал предвид "високо-активни отпадъци” – бел. моя, Илия Кожухаров). С цел осигуряване на буфер, съгласно техническия проект на АЕЦ “Белене”, се предвижда да бъде изградено хранилище контейнерен тип за сухо съхраняване (с възможност за разширение при необходимост) на ОЯГ с използване на двуцелеви контейнери CASTOR 1000 за транспорт и съхранение – срок на отстояване 50 години. По този начин се осигуряват необходимите свободни обеми за разполагане на ОЯГ за целия срок на експлоатация на централата. Цената на това хранилище за сухо съхранение е включена в общата цена на проекта “Белене”.

Това е стандартният подход за решаване на проблемите с ОЯГ на световно ниво в момента. Той е приложен и от българската страна в проекта "Белене”. С разработването на нови технологии и подходи за решаването на този проблем в бъдеще, същите ще се прилагат и за ОЯГ от АЕЦ "Белене”. Това е реалността. За сравнение: какво бе състоянието по този въпрос през 80-те години – тогава, когато Козлодуй прохождаше? Нямаше индустриално отработени технологии за сухо съхранение на ОЯГ, нямаше технологии за мокро съхраняване на ОЯГ, нямаше проекти за дълбочинно съхранение на високо-активни отпадъци и т.н. В момента всичко това е факт и то се прилага в България. Така ще се развиват нещата и в бъдеще.

Сеизмичната устойчивост на площадката за АЕЦ "Белене"

Наличие на разлом под площадката

Изследванията на тектонските характеристики и на сеизмичността на площадката в исторически план са осъществени в няколко етапа, като всеки от тях е отразявал актуалното ниво на познаване на площадката и е съответствал на изискванията на нормативните документи, които са били в сила по това време.

Проучвания за избор на строителна площадка за АЕЦ и предварителни изследвания на избраната площадка – 1970–1980 г. и Детайлни проучвания на избраната строителна площадка – 1981–1986 г.

Проучванията от този етап са направени по съветската нормативна база. Те показват, че площадката е годна за разполагане на АЕЦ върху нея и въз основа на техните резултати започва строителството на АЕЦ "Белене".

В периода от 1990 г. до 1995 г., в рамките на Програмата за повишаване на сигурността на площадката за АЕЦ "Белене", се провеждат нови оценки на тектонската обстановка, на сеизмичния хазарт и на другите характеристики на терена. Изследванията и оценките за годността на площадката са направени в съответствие с изискванията и препоръките на актуалните тогава регулаторни документи на МААЕ. При анализите са използвани най-актуалните бази данни, най-модерните към момента на изследванията теоретични подходи и софтуерни продукти. Основните резултати от тези проучвания са публикувани в: “Изследвания и дейности за повишаване на сигурността на площадката на АЕЦ ‘Белене’ / Сеизмология, геология, неотектоника, сеизмотектоника и вероятностен анализ на сеизмичния хазарт за проектната площадка на АЕЦ ‘Белене’” (Геофизически институт при БАН, 1995).

В това проучване, на базата на цялата налична информация за тектонския строеж на зоната около площадката, се отхвърля наличието на активен разлом в непосредствена близост до площадката. Качеството на направените изследвания, нивото на достоверност на резултатите и съответствието им с актуалната нормативна база са оценени от Мисията на МААЕ от 7-11 юли 1997 г., която приема резултатите от проведените изследвания и предложените проектни сеизмични характеристики като адекватно консервативно представяне на сеизмичния хазарт за площадката на АЕЦ "Белене", съобразено с международните изисквания и нивото на знанието към този момент.

През 1999 г. се провеждат допълнителни изследвания за изясняване на геоложките условия и на неотектонската обстановка около площадката. Резултатите са публикувани в: “Доклад за допълнителните геоложки проучвания на района на АЕЦ ‘Белене’” (Геологически институт при БАН, 1999).

Тези допълнителни геоложки проучвания са наложени от различните мнения в българската научна общност относно съществуването на потенциално активен разлом в близката регионална зона на определения терен. Тяхната основна цел е: на базата на допълнително събрана информация да се определи наличието или отсъствието на активен разлом в зоната,  близка до площадката на АЕЦ "Белене".

Отговорът на главния въпрос, поставен пред тези изследвания, е базиран на нови данни, получени чрез събиране и анализ на геоложка и геофизична информация. При оценката на неотектонската обстановка в близката зона около площадката на АЕЦ "Белене" са приложени всички познати методи при провеждането на подобни оценки:

● Геоморфологични методи и методи на кватернерната геология,

● Геофизични методи: електросъпротивителни методи и сеизмични методи,

● Дистанционни методи: аерофотографии и радарни изображения,

● Тектонски методи: геоложко и тектонско картиране, тектонски структурни анализи.

Основните заключения от тези допълнителни изследвания са:

● Процеси на разломяване в изследваната зона са завършили преди около 660 хиляди години и оттогава регионът на площадката на АЕЦ “Белене” може да бъде смятан за стабилен тектонски блок.

● Получените данни доказват, че в близката до площадката на АЕЦ “Белене” зона няма следи от активни разломи и следователно, съгласно изискванията на IAEA (NS-R-3), тя е подходяща за строителство и безопасно експлоатиране на атомна централа.

След възобновяването на строителството на АЕЦ "Белене" и направената актуализация на сеизмичния хазарт на площадката, отново са разгледани всички сеизмични и тектонски характеристики на площадката и са отчетени изискванията на актуалните към момента нормативни документи – български и на МААЕ. Резултатите са публикувани в: “Анализ на сеизмичния хазарт за площадката на АЕЦ ‘Белене’”, (ДИ 665, Риск Инженеринг АД).

В този анализ се обединяват и съгласуват резултатите от двете изследвания (от 1995 г. и от 1999 г.) и се оценява сеизмичният хазарт на определения за строеж терен на базата на обновен сеизмотектонски модел, в който са отразени всички налични данни. Изпълнени са препоръките на експертната мисия на МААЕ от 1997 г. към изследването от 1995 г. Обогатената сеизмична база данни, както и актуалните правилници и стандарти, които действат в момента, също са отчетени.

Проведените анализи окончателно решават въпросите с наличието на предполагаем разлом, разположен в близост до централата и неговото потенциално влияние върху сеизмичните характеристики за проектиране на площадката. Проведените анализи са изпълнени в съответствие и с най-новите изисквания на последните Safety Standards на IAEA, EU и USA и определените сеизмични характеристики са квалифицирани от проверяващите експерти като надеждни и достатъчно консервативни.

Резултатите от тези проучвания са били обект на международна експертиза, проведена от ведущи световни експерти в тази област. Международната проверка е реализирана от д-р Айбарс Гюрпинар, проф. д-р Лионело Серва и д-р Кенет Кембъл.

Мерки за сеизмична безопасност, предвидени в техническия проект

Техническият проект на АЕЦ "Белене" е разработен, като са отчитани следните две нива на сеизмично въздействие:

● Проектно земетресение – а_мах = 0,15 g и вероятност за поява – един път на 1000 години. При това сеизмично въздействие централата запазва напълно своята работоспособност.

● Максимално разчетно земетресение – а_мах = 0,24 g и вероятност за поява – един път на 10000 години. При това сеизмично въздействие централата е в състояние да спре безопасно и да бъде подържана в безопасно спряло състояние.

Техническият проект на АЕЦ "Белене" предвижда система за автоматично спиране на реакторите при сеизмично въздействие с ускорение по-високо от 0,15 g. В същия технически проект е гарантирано допълнително, че централата има 40% запас на сигурност по отношение на сеизмичното въздействие. Този проект гарантира, че всички конструкции, системи и компоненти, от които зависи дългосрочното изпълнение на функциите за безопасност на централата, ще продължат да изпълняват своите задачи след сеизмично въздействие с максимално ускорение от 0,336 g. Т.е., доказано е, че атомната електростанция ще спре безопасно и ще бъде поддържана в безопасно спряло състояние след земетресение с максимално ускорение на "свободно поле” от а_мах = 0,336 g.

Проведените стрес-тестове на АЕЦ "Белене" показват, че вероятно централата ще може да издържи и по-високи сеизмични въздействия, но по-точното им дефиниране може да бъде резултат от детайлни нелинейни анализи и определяне на действителния граничен капацитет на вече построените конструкции, системи и компоненти.

Цитираната стойност а_мах = 0.336 g бе най-високата гарантирана от проекта стойност на сеизмично въздействие, при което централата ще остане безопасна. След проведените стрес-тестове през 2011-2012 г. бе доказано, че проектираните конструкции и съоръжения, които са важни за безопасността, могат да устоят на сеизмични въздействия по-големи от 0,4 g, т.е. почти 70% над проектните.